| 研究課題/領域番号 |
19206100
|
|---|
| 研究機関 | 核融合科学研究所 |
|---|
研究代表者 |
室賀 健夫 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 教授 (60174322)
|
|---|
| 研究分担者 |
長坂 琢也 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 准教授 (40311203)
田中 照也 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 助教 (30353444)
近藤 正聡 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 助教 (70435519)
菱沼 良光 核融合科学研究所, 炉工学研究センター, 助教 (00322529)
|
|---|
| キーワード | 低放射化フェライト鋼 / 液体リチウム / 核融合炉ブランケット / 腐食 / 共存性 / 物質移行 / 不純物効果 |
|---|
| 研究概要 |
近未来の核融合炉構造材として期待される低放射化フェライト鋼(Fe-9Cr-2W-C合金)と高トリチウム生成効率が期待される液体リチウム増殖材との両立性試験を行った。19年度開始したポット形浸漬試験装置を発展させ、窒化リチウムを添加し、不純物窒素濃度を変化させたリチウム中で700℃までの温度範囲で250時間の浸漬試験を行った。その結果、窒素濃度が高いと、低放射化マルテンサイト鋼のラス境界や粒界から選択的に激しい腐食が進み、表面が激しく凹凸を生じるようになることがわかった。また設計製作したフェライト鋼製の循環流動試験装置を用い500℃、100時間の流動試験を行った。その結果、同じ条件の静的浸漬試験に比べ約10倍の腐食損失があり、昨年度のオーステナイト鋼ループとほぼ同じ結果であった。フェライト鋼製の循環装置による試験は殆ど例が無く、オーステナイト鋼ループとほぼ同じ腐食であることが分かったことは新しい知見である。
接液表面近傍において、炭素が溶出することにより、マルテンサイト相がフェライト相に変化し、局所的に軟化することを昨年度の実験で示したが、本年度は、ダイナミック超微小硬度計を用い、表面ごく近傍の局所硬度を測定した。その結果、断面組織観察や断面硬度測定では相変化やそれに伴う軟化が観測されない条件でも、表面ごく近傍は同様に軟化していることが明らかになった。
次に、流速を変えることができる、強制対流試験装置を設計製作した。本装置は小型プロペラを用いインベントリーを小さくした。微小球を加えた水試験と熱流動解析計算により、流速分布の評価が可能になった。清浄かつ一定速度の環境でリチウム浸漬試験が行うことが可能であることを確認した。
|
